隨著核能事業(yè)的不斷發(fā)展,美國能源部和國際核能專家提出了第四代核能系統(tǒng)的理念。第四代核能系統(tǒng)具有以下四個重要特點:安全性更可靠、經濟性更好、核廢物量更少和高效防止核擴散能力。在2002年9月在日本東京召開的第四代反應堆國際研討會上確定了 6種第四代反應堆的基本堆型,鉛鉍反應堆是這六種先進反應堆的堆型之一。它采用液態(tài)重金屬鉛祕合金作為冷卻劑,更加經濟和安全。反應堆主容器是三道放射性防護屏障之一,是核電廠的關鍵核心設備,必須保證其在各種載荷（主要包括熱應力載荷、重力載荷、液態(tài)重金屬冷卻劑載荷等）下結構的完整性、功能性和安全性。因此,力學計算和評價是鉛祕反應堆主容器結構設計的一個重要課題。本文利用ANSYS有限元軟件,以鉛鉍冷卻反應堆CLEAR（China Lead Alloy Cooled Reactor）的主容器為研究對象,建立主容器模型,根據實際情況,計算出溫度場分布,并計算了在熱應力載荷、重力載荷、軸向載荷以及靜水壓力載荷下反應堆主容器的應力分布。根據得出的溫度場及應力場,可以得出主容器最易發(fā)生疲勞失效的位置為主容器的下部支撐處,主容器最容易發(fā)生蠕變的位置為主容器的上端筒壁,根據線性累... 

【文章來源】：華北電力大學(北京)北京市 211工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數】：59 頁

【學位級別】：碩士

【部分圖文】：

圖１－１結構蠕變一疲勞壽命預測流程圖??

華北電力大學碩士學位論文??整體應力分析）到微觀分析（關鍵部位三維裂紋的分析）的演化計算模型［３３＿３４］。??裂紋自動建模與擴展模擬流程如圖２－４所示：??‘關鍵部位校喂及應力分昕＇??［關鍵部位維裂紋插入建模???＂??坫ｒ?（維斷裂判拋１?，????判斷結構足作破壞?＊?ｙｅｓ??Ｍ）?輸出結??＇認Ｔ?：維疲勞裂紋擴Ｍ邱論）??計箅裂紋前沿各點的擴展《??Ｖ?－／???］?｜???＇擬合得到新的裂紋前沿線??＾??圖２－４裂紋擴展模擬流程圖??如圖２－４所示，裂紋插入建模和確定新裂紋前沿線兩個模塊是需要解決的??關鍵技術問題。為此，本節(jié)將從裂紋前沿單元性質和斷裂參數的提取、典型三??維裂紋子模型和裂紋前沿重自動重新建模兒個方面展開系統(tǒng)研究，在此基礎上，??建立完整的裂紋擴展自動模擬技術平臺［３５１。??裂紋前沿的局部坐標系如圖２－５所示。??｝，?？？?ｒ?＾??＞？?Ｋ?／??．、?＜?（ｂ）＊?ｆ?°?＾??／?（ａ）?／?—??，?Ｃ?ｒａｃｋ?ｆｒｏｎｔ??￣￣＼Ｘ??Ｃｒａｃｋ?ｔｉｐ?????？？？，？??．．

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【參考文獻】：
期刊論文
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[2]基于ANSYS/FE-SAFE的強夯機臂架疲勞壽命分析[J]. 楊慶樂,屈福政,王錫良.  起重運輸機械. 2010(07)
[3]工程塑料齒輪疲勞壽命有限元分析[J]. 鄧小雷,周兆忠,汪建平,吳明明.  輕工機械. 2008(06)
[4]非能動余熱排出換熱器傳熱特性研究[J]. 劉兆年,閻昌琪,尹瑩.  應用科技. 2007(09)
[5]復合結構殼體蠕變變形有限元研究[J]. 任學平,關麗坤,張乃洪,周秉利.  力學與實踐. 2005(03)
[6]金屬基復合材料的蠕變力學研究進展[J]. 姜云鵬,岳珠峰,王心美,王亞芳.  燃氣渦輪試驗與研究. 2003(02)
[7]概率疲勞破壞壽命特性研究綜述[J]. 鄔華芝,高德平,郭海丁.  湖北工學院學報. 2002(04)
[8]疲勞學的研究進展[J]. 高鎮(zhèn)同,熊峻江.  北京航空航天大學學報. 1996(03)
[9]12Cr1MoV鋼在保載條件下的疲勞蠕變交互作用斷裂特征圖[J]. 陳國良,楊王玥,束國剛.  鋼鐵. 1992(05)

博士論文
[1]壓力容器用鋼1.25Cr0.5Mo高溫下疲勞蠕變行為及壽命評估技術研究[D]. 楊鐵成.浙江大學 2006

碩士論文
[1]蠕變條件下1.25Cr-0.5Mo鋼疲勞裂紋擴展數值模擬分析[D]. 潘錦泰.中國石油大學 2009
[2]含凹坑缺陷薄壁圓筒形壓力容器的安全評定以及疲勞壽命的數值模擬研究[D]. 紀曉懿.廣西大學 2008



本文編號：3268751